книги из ГПНТБ / Поздняков, Б. С. Термоэлектрическая энергетика

В июне 1964 г. было закончено изготовление, а в августе начаты испытания наземного образца установки с ядерным реактором. При этом имитировались все условия, в которых должна находиться уста­ новка, начиная от сборки и кончая работой на орбите. Во время испытаний на ударные нагрузки и вибрацию подавались синусои­ дальные механические импульсы по каждой из трех осей с частотой 5—20 000 гц. Амплитуда колебаний при испытаниях на вибрацию составляла 6,3 мм, а перегрузка достигала 7,5 g. В ходе испытаний

на вибрацию наблюдались деформация подшипников, ослабление неправильно закрепленных соединительных проводников и др. Каких-либо серьезных технических проблем не возникло. После этих испытаний установка была помещена в вакуумную камеру, в которой поддерживалось давление 10~3— 10~4 мм pm. cm. итемпе-

ратура 26° С. Для поддержания постоянной температуры стенки вакуумной камеры охлаждались водой. В 1964 г. установка была запущена с помощью радиосигнала и выведена на полную мощность. В этом режиме она проработала более года.Результаты испытаний показали, что установка работает очень устойчиво, ухудшение от­ дельных параметров не превышает расчетных значений, при сред­ ней скорости снижения температуры реактора 0,56° С в неделю мож­ но обеспечить электрическую мощность установки 500 вт в течение

года.

Летные испытания. Сборка всех узлов установки СНАП-ЮА

производилась на заводе-изготовителе, за исключением загрузки топлива в активную зону реактора и заполнения контура теплоноси­ телем. Эти операции осуществлялись во время окончательных при­ емо-сдаточных испытаний, когда проводилась проверка работы уста­ новки при максимальной рабочей температуре (вследствие использо­ вания электрических подогревателей), в условиях, близких к усло­ виям космического пространства. Исследование физики реактора проводились на нулевой мощности как при комнатной, так и при максимальной рабочих температурах.

На стартовую площадку установка СНАП-ЮА транспортирова­ лась в специальном контейнере с двойными стенками, установленном на автомашине. При этом бериллиевый отражатель был снят во избе­ жание возможности самопроизвольного пуска реактора. После сты­ ковки установки СНАП-ЮА с космическим аппаратом «Аджена» была проверена работа системы в целом при рабочих температурах, создаваемых электрическими подогревателями. В программу этих испытаний входило ограниченное перемещение управляющих сек­ ций реактора, проверка работоспособности всех узлов установки СНАП-ЮА с использованием каналов управления космического аппарата «Аджена» и последовательной имитацией всех опера­ ций, совершаемых при выводе системы на орбиту.

В разрешении на вывод установки СНАП-ЮА в космос, выданном КАЭ США, работа реакторной установки с точки зрения общей без­ опасности регламентировалась следующим образом: ядерная энер­ гетическая установка не должна включаться в случае пребывания

236

космического аппарата на орбите менее одного месяца; при продол­ жительности полета космического аппарата на орбите от одного ме­ сяца до 10 лет допускается эксплуатация реактора в течение 5 дней; при существовании космического аппарата на орбите от 10 до 100 лет разрешается эксплуатация ядерной системы в течение 30 дней; на­ конец, при нахождении космического аппарата на орбите свыше 100 лет допускается неограниченная эксплуатация ядерной систе­ мы.

Запуск установки СНАП-10А на орбиту вокруг Земли был осу­ ществлен 3 апреля 1965 г. с базы ВВС США «Ванденберг». Косми­ ческий аппарат «Аджена» был выведен на орбиту, близкую к рас­ четной, со следующими параметрами: высота в апогее 1320 км, вы­ сота в перигее 1290 км. Время существования корабля на орбите

с такими характеристиками составляет более 3000 лет. Команда с Зем­ ли на включение реакторной установки была подана на втором вит­ ке, через 3 ч 40 мин после пуска ракеты и подтверждения параметров

орбиты. Критический параметр установки в предпусковой период — температура теплоносителя, которая не должна быть ниже — 11° С во всем контуре. Для снижения тепловых потерь и равномер­ ного распределения нагрева солнечными лучами жидкометалличес­ кий контур был заключен в тепловую защиту. Максимальная тем­ пература тепловой защиты достигала 126° С. В предпусковой период поддерживалась циркуляция теплоносителя, чтобы равномерно распределить тепло, поглощенное от солнечных лучей и предотвра­ тить локальные замерзания теплоносителя. Эти меры предосторож­ ности обеспечивали температуру теплоносителя выше 30° С.

Мощность на циркуляцию теплоносителя в предпусковой период подавалась от батареи насоса, которая давала ток 43 а. На основе

результатов наземных испытаний такая батарея должна была обес­ печивать расход NaK около 0,45 г/мин. Однако фактический расход в этот период составлял 1,2 г!мин. Дополнительная мощность на цир­

куляцию поступала от термоэлектрического преобразователя насоса. Ребра излучателя насоса охлаждались до 21° С, создавая перепад температуры на термоэлементах около 30° С. Эти данные показы­ вают, что в будущих аналогичных системах необходимость в исполь­ зовании батареи в предпусковой период, по-видимому, отпадает [21].

В космическом пространстве нейтроны в реакторе до его запуска образуются в результате взаимодействия протонов высоких энергий с бериллиевым отражателем. Предварительные оценки показывали, что мощность этого источника находится в пределах 10-5 — 10-8 вт.

Знание указанной величины важно для определения скорости роста реактивности реактора в период увеличения мощности от уровня этого источника до 100 вт, когда изменения мощности реактора на­

чинают ограничиваться эффектом обратной тепловой связи. Экспе­ риментальные измерения показали, что мощность такого нейтрон­ ного источника составляет 10~6 вт.

Реактор был выведен на критический режим через 6 ч 10 мин после включения, а через 8 ч 40 мин достиг проектного уровня мощ­

237

ности. С целью компенсации кратковременных изменений реактив­ ности в течение первых шести суток работы установки использо­ валась автоматическая система регулирования реактора. В это время параметры установки были выбраны таким образом, чтобы после 90 дней эксплуатации ее выходная мощность составляла 500 вт. В начальный период термоэлектрический преобразователь

показал несколько большую мощность, чем во время испытаний в ва­ куумной камере, имитирующей условия космоса. Это можно объяс­ нить более низкой температурой в космическом пространстве.

ные станции слежения за полетом перестали получать телеметричес­ кие сигналы от космического аппарата. Спустя двое суток телеметри­ ческая система космического аппарата неожиданно снова начала функционировать и проработала еще около 4 суток, передавая не­ которые данные о состоянии космического корабля. На основании этой информации был сделан вывод, что выключение установки про­ изошло в результате срабатывания части аварийных стержней си­ стемы регулирования реактора.Анализ результатов наземных и лет­ ных испытаний показал, что наиболее вероятной причиной останов­ ки реактора было повреждение регулятора напряжения, установлен­ ного в энергосистеме аппарата «Аджена» [21]. Вероятно, повреж­ дение регулятора явилось причиной подачи ложной команды на ос­ тановку реактора от бортового декодирующего устройства, что и под­ твердили наземные испытания.

Летные испытания системы СНАП-10А показали, что ядерные энергетические установки такого типа можно использовать в ка­ честве источников питания на космических кораблях. Подготовка и запуск таких установок может производиться по обычной про­ грамме и не требует специального наземного оборудования. Подоб­ ные установки способны длительное время работать в условиях неве­ сомости и глубокого вакуума.

238

П р о е к т ы к о с м и ч е с к и х т е р м о г е н е р а т о р о в м о щ н о с т ь ю н е с к о л ь к о к и л о в а т т . Опыт создания и эксплуатации установки СНАП-10А показал возможность даль­ нейшего усовершенствования системы и повышения температуры теплоносителя на выходе из реактора до 700° С. В связи с этим была проведена разработка конструкции установки электрической мощ­ ностью 2 кет применительно к беспилотным космическим системам.

Повышение температуры теплоносителя до 704° С (такая темпера­ тура была достигнута в реакторе СНАП-8 [22]) позволяет увеличить мощность с 0,4 до 1,2 вт на термопару из сплава кремний — герма­

ний. Срок службы реактора такой системы (тепловая мощность 100 кет) составляет три года. Однако эта характеристика может

быть увеличена до шести лет, если снизить температуру теплоноси­ теля до 620° С, при этом вес системы возрастет до 635 кГ, а площадь излучателя — до 14 м2.

На основе разработки указанной установки были проведены оцен­ ки возможности создания систем мощностью до8/дап. Характеристи­ ки этих систем приведены в табл. 8.6.

Т а б л и ц а 8.6

Дальнейшие исследования определили возможность усовершен­ ствования конструкции термоэлементов. Цилиндрический термо­ столбик установки СНАП-10А предполагается разрезать по высоте на две половины и скоммутировать их по горячей стороне вольфра­ мом. Это позволит исключить массивные пластины из меди и снизить вес системы. Расчеты, приведенные в работе [22], показывают,что при увеличении мощности установки типа СНАП-10А до 20 кет

ее вес возрастет только в 5—6 раз.

Исследования реакторных термогенераторов космического на­ значения ведутся также в странах Западной Европы. Например,

вФРГ фирма «Сименс-Шукерт» совместно с «Интератомом»

моэлектрического материала используется сплав 70 ат. % кремния + + 30 ат. % германия [24].

239

§ 8.4

Реакторные термогенераторы для работы под водой

В в е д е н и е . При работе под водой ядерный источник тепла имеет решающее преимущество перед источником на химическом топ­ ливе, так как последний не может работать в отсутствие окислитель­ ной среды, необходимой для горения топлива. Для работы ядерной установки окислительная среда не требуется, она может успешно эксплуатироваться в инертной атмосфере и в вакууме. Это обстоя­ тельство, обеспечивающее большую автономность плавания, а также высокая надежность в эксплуатации позволили атомным энергети­ ческим установкам завоевать в сравнительно короткое время проч­ ные позиции в подводном флоте.

Помимо подводных лодок энергетические установки могут быть использованы в установках для исследования богатств континен­ тального шельфа, навигации и других целей. Океан — естественное хранилище полезных ископаемых (руды, металлы, нефть) и пище­ вых продуктов. Для освоения этих богатств необходимо научиться работать в океане так же, как на суше. До последнего времени все работы в море велись с поверхности воды с помощью телеустановок с дистанционным управлением, подводных манипуляторов и уст­ ройств для сбора и передачи информации. Однако эти устройства не могут заменить человека под водой. Поэтому за последние годы начали создаваться обитаемые подводные лаборатории, экипажи которых могут исследовать физические явления в океане, изучать жизнь его обитателей, выполнять монтаж оборудования подводных нефтяных скважин, вести строительные работы, исследовать геоло­ гию морского дна и т. д.

Однако все эти лаборатории представляют собой несамоходные сооружения, транспортируемые с помощью надводных судов, кото­ рые снабжают подводные лаборатории электроэнергией, пресной водой и воздухом. Для решения проблемы автономности подводных лабораторий необходимы источники снабжения электроэнергией и пресной водой, находящиеся на борту лабораторий. В качестве та­ ких источников могут быть использованы аккумуляторные батареи, изотопные и реакторные термогенераторы. Применение аккумулятор­ ных батарей в значительной степени ограничивается сравнительно небольшим запасом энергии, характерным для этих систем. Иногда могут быть использованы изотопные термогенераторы, характери­ зующиеся безопасностью и высокой надежностью в эксплуатации. Однако эти источники ограничены по мощности (оптимальная мощ­ ность порядка нескольких киловатт). По-видимому, лучшее решение указанной выше проблемы — реакторные термогенераторы, которые позволят получать необходимую мощность для перемещения, осве­ щения и обогрева подводной лаборатории, а также для получения пресной воды и кислорода из морской воды. Подводные лаборатории, оснащенные таким источником энергии, будут подобно подводным

240

лодкам автономно передвигаться, всплывать и погружаться. Для этих целей может оказаться вполне подходящим реактор с водой под давлением, который хорошо зарекомендовал себя в атомных силовых установках современных подводных лодок.

В рассматриваемых ниже проектах реакторных термогенераторов предполагается использовать водо-водяной реактор с естест­ венной циркуляцией теплоносителя, обеспечивающей высокую надежность установки.

Т е р м о г е н е р а т о р м о щ н о с т ь ю 50 кет. В 1964 г.

фирма «Дженерал дайнемикс корпорейшн» запатентовала ядерную энергетическую установку электрической мощностью 50 кет с термо­

электрическим генератором, предназначенную для использования в глубоководных аппаратах типа батискафа «Триест» и рассчитанную для работы как на поверхности моря, так и на глубине до 750 м

[25]. Эта ядерная энергетическая установка содержит реактор, заключенный в корпус под давлением, водяной теплоноситель, циркулирующий за счет свободной конвекции и термоэлектриче­ ский преобразователь, расположенный в верхней части корпуса давления.

Общий вид установки показан на рис. 8.20.

Активная зона цилиндрической формы собирается из ПО твэлов, каждый из которых содержит таблетки из смеси обогащенного урана и гидрида циркония (92%), заключенных в оболочку из нержавею­ щей стали. Активная зона монтируется на внутреннем опорном ци­ линдре из нержавеющей стали толщиной 3 мм, который также разде­

ляет холодный и горячий потоки теплоносителя. Поэтому внутрен­ няя поверхность опорного цилиндра покрыта слоем теплоизоляции толщиною 6 мм. В верхней части опорного цилиндра имеются от­

верстия, через которые вода из активной зоны поступает к горячим спаям термоэлементов. Цилиндр расположен коаксиально в корпусе давления и крепится к опорному фланцу, находящемуся в верхней части корпуса давления.

Нижняя часть корпуса давления, покрытая слоем теплоизоляции, монтируется внутри бака шарообразной формы диаметром 4,5 м, изготовленного из стали толщиной 6 мм. Верхняя часть выступает

из бака и на ней крепятся термоэлементы. Бак заполняется тепло­ носителем, используемым для защиты от нейтронного излучения. Корпус реактора рассчитан на давление 105 атм и рабочую темпе­

ратуру 315° С . Для изготовления корпуса может быть использован инконель толщиной 2,54 см или другой сплав с высоким содержанием

хрома и никеля.

Система регулирования реактора содержит шесть поглощающих пластин, каждая из них имеет длину 70 см, ширину 10 см и толщи­ ну 0,65 см. Верхняя поглощающая секция пластины длиною 35 см

содержит сплав кадмия (5 вес.%), индия (15 вес. %) и серебра (80 вес. %). Нижняя секция изготавливается из циркония с целью вытеснения воды из зоны регулирования и выравнивания потока тепловых нейтронов. Система регулирования имеет ход 26 см.

24]

Термоэлектрический преобразователь цилиндрической формы монтируется на верхней части корпуса давления, поэтому активная зона реактора отделена от преобразователя некоторым расстоянием, позволяющим уменьшить действие излучения на термоэлектрический материал. Горячие спаи элементов находятся в тепловом контакте с корпусом давления, но электрически изолированы от него. Термо-

Рис. 8.20. Термогенератор мощностью 50 кет для глу­

генератор заключен в оболочку, охлаждаемую морской водой. Обо­ лочка находится в тепловом контакте с холодными спаями термо­ элементов, но электрически от них изолирована. Зазоры между тер­ моэлементами заполнены теплоизоляцией. Материалом л-типа слу­ жит теллурид свинца с добавкой йодистого свинца, а р-типа — теллурид свинца с добавкой натрия. В качестве изоляции предпо­ лагается использовать слюду.

Технологическая схема установки предусматривает нагрев водя­ ного теплоносителя в активной зоне реактора и циркуляцию его вследствие естественной конвекции. Вода, нагретая в активной зоне,

242

поднимается вверх и через отверстия в опорном цилиндре поступает к горячим спаям термоэлементов. Далее вода опускается вниз по за­ зору между корпусом давления и опорным цилиндром и поступает снова в активную зону внизу. Тепловой поток проходит через тер­ моэлементы, оболочку генератора и сбрасывается в забортную мор­

скую воду.

Для обеспечения рабочего давления в корпусе реактора предусмотрен компенсатор объема, в котором в качестве газовой по­ душки используется водород. Водород, кроме того, гидрирует теп­ лоноситель и препятствует накоплению в нем кислорода, образую­ щегося в результате радиолитического разложения воды. С помощью компенсатора объема в системе устанавливается рабочее давление 77 атм, что обеспечивает нормальную эксплуатацию установки на

уровне моря и на глубинах, где давление морской воды ниже рабо­ чего давления.

Чтобы избежать разрушения реактора при аварийном погруже­ нии установки на глубину, где внешнее давление значительно боль­ ше рабочего давления теплоносителя, предусмотрено специальное устройство. Корпус давления соединен с защитным баком через клапан, который открывается, когда давление в защитном баке пре­ вышает давление в корпусе реактора. Защитный бак, в свою очередь, снабжен гибким компенсатором объема с пневматической подушкой, который изготавливается из эластичного материала (пластмасса или резина).Этот компенсатор передает давление забортной морской воды воде защитного бака. Если внешнее давление и, следовательно, дав­ ление в защитном баке выше рабочего давления в системе, клапан открывается и давление в этих объемах выравнивается. Для поддер­ жания требуемой чистоты теплоносителя в системе предусмотрен де­ минерализатор.

Пуск установки осуществляется на поверхности моря. В ком­ пенсаторе объема с помощью компрессора устанавливается рабочее Давление водорода 77 атм. Затем из активной зоны постепенно вы­

водятся стержни регулирования, температура воды в реакторе увели­ чивается и начинается циркуляция теплоносителя вследствие ес­

тественной конвекции.

После выхода на рабочий режим регулирование реактора обес­ печивается отрицательным температурным коэффициентом реак­ тивности системы. На глубине 750 м давление морской воды

становится сравнимым с давлением в корпусе реактора, и откры­ вается клапан, соединяющий защитный бак с корпусом давления. При дальнейшем погружении установки этот клапан остается открытым и давление в контуре реактора, и внешнее давление мор­ ской воды всегда уравновешены.

Путем модификации конструкции и рабочих характеристик опи­ санная ядерная энергетическая установка может быть легко приспо­ соблена для использования на многих управляемых и неуправляе­ мых подводных судах, где требуется безопасный и надежный источ­ ник энергии. Основные характеристики ТЭГ:

243

100 кет. Фирмой «Мартин» разработан проект источника электри­

ческого питания,включающий реактор с водой под давлением и тер­ моэлектрический генератор мощностью 100 кет.Установка предназ­ начена для работы под водой на глубине до 5600 м без обслуживаю­

щего персонала. Генератор дает постоянный ток напряжением 40 в. которое с помощью машинного преобразователя может быть увели­ чено до 100 в. В установке имеется накопитель энергии в виде никель-

кадмиевых батарей, способных выдавать импульсы мощности в не­

Установка состоит из верхнего и нижнего корпусов высокого давления сферической формы, соединенных трубопроводами, по которым циркулирует теплоноситель (рис. 8.21). Вертикальное рас­ положение установки в рабочем состоянии обеспечивается с помощью якоря. В никнем корпусе диаметром 156 см и толщиной стенки 17см

располагается активная зона и защитные экраны реактора. Верх­ ний и нижний сферические корпуса соединены четырьмя трубами: одна диаметром 40,6 см и толщиной стенки 7,5 см, по которой тепло­

носитель поднимается из активной зоны в верхний сосуд (вследствие естественной циркуляции), и три трубопровода обратного потока

244

теплоносителя с внешним диаметром 20 см и толщиной стенки 4 см. В верхнем корпусе диаметром 125 см и толщиной стенки 10 щи рас­

полагается термоэлектрический преобразователь и приводы стерж­

ней регулирования реактора. Указанная компоновка оборудования вызвана необходимостью снижения

Активная зона реактора имеет следующие основные характе­ ристики:

245